Реакторы на расплавах солей, Реакторы с жидкосолевым топливом |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
Реакторы на расплавах солей, Реакторы с жидкосолевым топливом |
6.1.2012, 7:40
Сообщение
#1
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Может кто раскажет как обстоят дела с отечественными разработками прототипа жидкосолевого реактора с топливом в расплаве солей?
До последнего времени в Курчатнике и Снежинском ФИТФе вроде какие-то работы в этом напрвлении шли, но каких-либо результатов конкретных так и не было опубликовано. Хотя зарубежники постоянно на Курчатник ссылаются в своих работах. Японцы тоже шли по этому направлению неплохо и со Снежинском сотрудничали, но ощущение складывается, что почему-то эту тему слегка забросили. Американцы тоже не горят желанием к своим наработка 1965-1968 вернуться, хотя на форумах и конференциях разных периодически ностальгируют по MSR. Получается, что только французы с чехами еще что-то пытаются сотворить на исследовательский прототип похожее. Правда по статьям отмечается некоторая суета итальянцев и турков(??) в этом вопросе. Китайские публикации по MSR недавно тоже стали появляться. Идея жидкосолевых реакторов ведь не пустая, в отличии от многих "бумажных" реакторов, и довольно перспективная. Правда до энергетической жидкосолевой РУ еще далековато, но с жидкометаллическими реакторами тоже не все быстро шло. Не получится ли у нас, что похерят начинание в области жидкосолевых реакторов, в очередной раз не доведя хоть до исследовательского прототипа. Или уже похерили? -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
9.10.2012, 19:16
Сообщение
#2
|
|
Завсегдатай Группа: Haunters Сообщений: 759 Регистрация: 28.9.2012 Из: Russia, Moscow Пользователь №: 33 685 |
как обстоят дела с отечественными разработками прототипа жидкосолевого реактора с топливом в расплаве солей? До последнего времени в Курчатнике и Снежинском ФИТФе какие-то работы в этом напрвлении шли, но каких-либо результатов конкретных так и не было опубликовано. зарубежники постоянно на Курчатник ссылаются в своих работах. Японцы тоже шли по этому направлению неплохо и со Снежинском сотрудничали, но ощущение складывается, что почему-то эту тему слегка забросили. Американцы тоже не горят желанием к своим наработка 1965-1968 вернуться, хотя на форумах Отдельные энтузиасты пытаются действовать в этом направлении и сейчас. Переход к жидкотопливным реакторам /без теплоносителя и без оболочек ТВЭЛов/ замышлялся как способ поднять КВ бридера. Такой бридер имеет не только очень высокий КВ, на уровне двойки, но и способность работать на минорных актинидах в качестве делящегося материала. Однако жидкое топливо очень химически активно, как способ преодолеть это препятствие возникла идея жидкосолевых реакторов. Однако оказалось, что концентрации урана и плутония в ЖСР могут содержаться не очень большие. В результате спектр нейтронов смягчается и КВ оказывается невысоким. Это один из главных минусов концепции жидкосолевых реакторов. Энтузиасты ЖСР пытаются найти такие химические соединения, в которых можно повысить концентрацию урана и плутония. В случае успеха интерес к ЖСР увеличится. |
|
|
10.10.2012, 15:19
Сообщение
#3
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Однако оказалось, что концентрации урана и плутония в ЖСР могут содержаться не очень большие. В результате спектр нейтронов смягчается и КВ оказывается невысоким. Это один из главных минусов концепции жидкосолевых реакторов. Тем не менее, даже для случая максимального смягчения нейтронного спектра в имеющихся проектах жидкосолевых реакторов на системе UF4-ThF4-LiF-BeF2 в канальном исполнении с графитовым замедлителем прогнозируется КВа около 0,9-0,94. Плюс еще 0,1-0,12 КВ можно снять с использованием радиального ториевого бланкета. Т.е. КВ суммарный > 1, что является малодостижимой величиной для новых и перспективных водо-водяных реакторов в ближайшие полсотни лет. Да и имеющиеся/имевщиеся БНы не особо лучшие характеристики имеют по сравнению с тем же ARE или недоведенными до постройки проектами MSBR. Сообщение отредактировал VBVB - 10.10.2012, 15:23 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
7.4.2013, 15:30
Сообщение
#4
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
ОТвечу здесь в профильной теме.
У нас в Институте прорабатывается, среди прочего, подкритичный U233-ториевый стенд на 5 МВт. Приоритета он не имеет: нет уверенности нужно ли от уран-плутониевого направления отвлекаться. Разные мнения, делать ли его со свинцовым теплоносителем на быстрый спектр, или жидкосолевой с рабочей энергией нейтронов вблизи резонанса 0,3 электрон-вольта. Ну вы же сами показываете, да и ранее это уже не раз считано было, что для быстрого спектра уран-233 не имеет преимуществ перед плутонием-239. К чему тогда делать стенд на быстром нейтронном спектре со свинцом? Если уж затеваться стенд для ADS с ураном-233 делать, то тогда уж на жидкосолевых системах типа PuF3-ThF4-BeF2-LiF с околотепловым/тепловым спектром. Т.е. начальная работа на низкокачественном реакторном плутонии, а потом после наработки достаточного кол-ва урана-233 переход на топливный цикл 232Th-233U. Плюсы подхода: 1. Можно легко утилизовывать хренового качества высокорадиотоксичный плутоний хоть от горячего ОЯТ, репроцессированного пирохимически, не забивая голову с его хранением, изготовлением топливных таблеткок или вибро-технологией производства топлива. Вполне реальная замена фантастичному ПЯТЦ на БРЕСТе. 2. Мягкий спектр нейтронов и высокоэффективные размножающие свойства бериллия эффективно сэкономят массы делящихся материалов и хорошо подходят для работы на уране-233. 3. Для системы LiF(72%)-BeF2(20%)-ThF4(5%) растворимость PuF3 (2.3-2.9% мольн.) при 800-900 K практически наивысшая среди известных жидкосолевых топливных смесей. Кроме того опыт, американской жидкосолевой ядерной программы говорит, что критичность жидкосолевика для систем типа LiF-BeF2-ThF4 достигается уже при доле плутония-239 больше 0.25% мольн. Т.е. по сути для достижения первоначальной критичности нужно хотя бы 0.4% мольных PuF3 от ВВЭРов высокого выгорания топлива. Т.е. использование никому особо не нужного реакторного запального плутония позволит заметно сэкономить внешне подводимые нейтроны при работе установки. Не исключен вариант, что в определенных конфигурациях установки вообще непрерывный избыток нейтронов будет наблюдаться, и еще торий-содержащий бланкет для утилизации избыточных нейтронов понадобится. 4. С периодической очисткой жидкосолевого топлива от нейтронных ядов продуктов деления, можно быстро перейти к самоподдерживающемуся топливному циклу 232Th-233U. 5. Из актинидов в процессе работы реактора будут в основном присутствовать изотопы протактиния, урана и немного нептуния (плутоний нарабатываемый медленно накапаливаться должен и его учет его четных изотопов важен будет при длительной работе установки). Протактиний и уран, окисленный до степени окисления (IV), можно относительно легко пироэлектрорепроцессингом выделять от лантанидных продуктов деления, присутствующих в степенях окисления (III). С церием из за устойчивости его степени окисления (IV) будут некоторые сложности, но имеющиеся методики позволяют его эффективно отделить от Pa(IV) и U(IV). Минусы: 1. Будет прилично нарабатываться радиотоксичный и высоколетучий тритий (может это даже и неплохо в плане дополнительного источника трития для того же ЯОК), частично устранить проблему, можно работая на теплоносителе BeF2-(7LiF)-ThF4 и проблем с тритием меньше будет, но соль дороже заметно будет. 2. Потребуется отработать эффективную систему периодического репроцессинга жидкосолевой топливной смеси. Сообщение отредактировал VBVB - 10.4.2013, 12:28 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
10.4.2013, 2:33
Сообщение
#5
|
|
Опытный Группа: Haunters Сообщений: 120 Регистрация: 31.10.2012 Из: Moscow Пользователь №: 33 701 |
Ну вы же сами показываете, да и ранее это уже не раз считано было, что для быстрого спектра уран-233 не имеет преимуществ перед плутонием-239. К чему тогда делать стенд на быстром нейтронном спектре со свинцом? Проект международный, с участием США и европейских стран. Росатому сейчас ториевый цикл не интересен, достаточно сказать что средств на перетаривание монацитового концентрата, хранящегося в районе Челябинска-70, Росатом за 20 лет так и не выделил имея возможность. Про торий-урановый цикл хочется спросить свежих идей у общественности. Создаём подкритичный стенд на базе протонного ускорителя. На предмет чего должны ставиться эксперименты, какие предложения? Должно быть и интересно, и осуществимо одновременно. Соотношения таковы: стенд тепловой мощностью сборки 5 МВт, как реактор БР-5. У урана-233 доля запаздывающих нейтронов 0,25% т.е. втрое меньше урана-235. Поэтому важно что протонный драйвер позволяет поддерживать рабочую подкритичность 5%, т.е. в 20 раз большую. Если 1/(1-K)=20 тогда при энергии протонов 500 Мэв, нужна мощность ускорителя 250 кВт, средний ток 0,5 миллиампера. Это будем считать что есть. Далее, задавшись теплонапряжённостью АЗ на уровне вдвое меньшем проекта БН-350, предположим 250 МВт на кубометр, получаем объём активной зоны 20 литров. С точки зрения достижения околокритики на уране-233, даже есть некоторый запас. Плюс вокруг зона воспроизводства ~ 40 сантиметров толщиной с малой теплонапряжённостью, играющая роль экрана. Таковы соотношения. Вопрос, на предмет чего смотреть сборку? Так, чтоб без особой фантастики. Мы полагаем, интересно экспериментальное подтверждение превышения КВ над единицей. Что ещё может представлять интерес? Заняться материаловедением на стенде? Если уж затеваться стенд для ADS с ураном-233 делать, то тогда уж на жидкосолевых системах типа PuF3-ThF4-BeF2-LiF с околотепловым/тепловым спектром. Т.е. начальная работа на низкокачественном реакторном плутонии, а потом после наработки достаточного кол-ва урана-233 переход на топливный цикл 232Th-233U. В чём смысл отрабатывать переход на U-233 через плутоний, если нет ясности, есть ли смысл в этом переходе? В международном проекте добыть сотню кг U233 нет особых препятствий. И можно смотреть именно характеристики, которые покажет в стационарном /а не переходном/ режиме такая сборка. Вполне реальная замена фантастичному ПЯТЦ на БРЕСТе. В этом отношении БРЕСТ стремится повторить французские достижения. Пристанционность чтобы снизить потери КВ цикла от распада америция и, что возможно более важно, уменьшить циркулирующее в цикле количество тонн плутония на каждый ГВт, до порядка 5 тонн. Тогда имеющиеся количества плутония позволят строить быстрые реакторы более-менее массово. 2. Потребуется отработать эффективную систему периодического репроцессинга жидкосолевой топливной смеси. Эту задачу людям меньше всего хотелось бы брать на себя. А без неё как эффективно доказать возможность расширенного воспроизводства в MSBR? Вывод - удобнее строить на быстрых нейтронах свинцовый реактор. А раз U233 не увеличивает воспроизводство при переходе от тепловых к быстрым - такой стенд надо грузить плутониевой загрузкой. Смотреть внутрикассетную гетерогенность, что ещё никто не делал. Подтверждать экспериментально КВ = 1,6. На этом этапе сейчас проект находится. |
|
|
Текстовая версия | Сейчас: 24.9.2024, 10:07 |